• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.327-332
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• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.7-12
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• 2000

The automatic turbine startup system provides turbine control based on thermal stress. During the startup, control system monitors and evaluates main components of turbine using damage mechanism and life assessment. In case of valve chest, the temperature of inner/outer wall is measured by thermo-couples and the safety of these values are evaluated by using allowable ${\Delta}T$ limit curve during the startup. Because allowable ${\Delta}T$ limit curve includes life assessment, it is possible to apply this curve to turbine control system. In this paper, low cycle fatigue damage and combined rupture and low cycle fatigue damage criterion proposed for yielding the allowable ${\Delta}T$ limit curve of CV(control valve) chest. To calculate low cycle fatigue damage, the stress analysis of valve chest has peformed using FEM. Automatic turbine startup to assure service life of CV was achieved using allowable ${\Delta}T$ limit curve.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권1호
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• pp.1-6
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• 2002

The automatic turbine startup system provides turbine control based on thermal stress. During the startup, control system monitors and evaluates main components of turbine using damage mechanism and life assessment. In case of valve chest, the temperature of inner/outer wall is measured by thermo-couples and the safety of these values are evaluated by using allowable △T limit currie during the startup. Because allowable ΔT limit curve includes life assessment, it is possible to apply this curve to turbine control system. In this paper, low cycle fatigue damage, combined rupture and low cycle fatigue damage criterion were proposed for yielding the allowable ΔTf limit curve of CV(control valve) chest. To calculate low cycle fatigue damage, the stress analysis of valve chest has been performed using FEM. Automatic turbine startup to assure service life of CV was achieved using allowable ΔT limit curve.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.359-364
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• 1996

'93.4월에 고리원자력 4호기 운전중(원자로 출력 100%, 발전기 출력 975MWe) 주증기 차단밸브 (MSIV)의 닫힘으로 인해 발전소가 정지되었다. 밸브분해 점검결과 밸브스템이 Back Seat Ring 조립부위 Notch 부위에서 Steam Flow와 평행한 방향으로 절단되어, 밸브스템의 손상원인을 규명하기 위한 본 연구에서는 피로해석절차도에 따라 S-N 곡선에 근거하여 피로해석을 수행하였다. 피로해석결과 밸브스템의 초기균열 생성원인은 Stem Notch 부위의 제작결함과 발전소 정지시 밸브를 급속히 닫을 때 작용하는 충격하중등에 의해 발생된 것으로 추정되며 인장평균응력과 관내 유체의 진동하중의 변동응력이 조합하여 피로균열을 가속시켜 파손을 일으킨 것으로 사교된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.260-267
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• 1996

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1993년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.37-41
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• 1993

ASPEN 코드를 이용하여 석탄가스화기에 영향을 주는 온도, 압력, 산화제 및 증기를 변수로 선택하여 각 변수의 변화에 따른 가스화기의 온도 및 생성가스의 조성 변화를 살펴보았다. 석탄가스화기는 combustion zone, char gasification zone 및 gas shift reaction zone의 3부분으로 나뉘어 각 영역의 특성에 맞게 모사 되었다. 온도와 산화제는 석탄가스화기에 커다란 영향을 주는 요소로 나타났고, 압력과 증기 또한 주요 변수인 것으로 나타났다. 본 연구의 궁극적 목적은 석탄가스화기의 운전 조건을 최적화하는데 있다.

• 해양환경안전학회지
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• 제29권4호
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• pp.395-406
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• 2023

우리나라 열병합 발전소에서 운영되고 있는 최신 증기터빈의 출력과 효율 향상을 위한 첫 번째 기술적인 진보는 고온, 고압의 증기를 사용할 수 있는 소재 개발의 진척이라고 할 수 있다. 소재의 발전과 더불어 증기터빈의 내부효율 향상을 위한 설계적 노력의 결실로 높은 효율의 증기터빈이 제작되었다. 오랜 기간 운전 중인 증기터빈의 내부효율은 기계적 수명의 한계로 점차 손실이 발생하고 효율과 출력이 떨어지게 된다. 이러한 이유로 본 연구에서는 상용프로그램을 이용하여 열병합 발전소용 고압(HP)-중압(IP) 증기터빈의 증기유로 성능해석을 수행할 수 있는 모델을 개발하고 성능계산 방법을 제시하고자 한다. 증기터빈의 복잡한 성능계산방식으로 인해 증기터빈 실무자들에게 실질적으로 유용한 참고문헌이 될 수 있도록 주요 변수들을 제시하였다. 또한 증기터빈 성능계산에 필요한 열정산도 분석과 증기터빈 성능계산 결과의 적합성을 성능시험 결과와 비교 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권6호
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• pp.42-48
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• 1997

원자로 냉각재 계통의 주요 구성요소중의 하나인 증기발생기는 원자로의 정상운전 과정에서 발생되는 고온의 열에너지를 2차 측으로 전달하여 터빈을 구동하기 위한 증기를 생산하는 역할을 하게 된다. 동적하중으로부터 증기발생기를 보호하고, 정상운전시 고온 고압에 의해 발생하는 열팽창을 흡수하기 위하여 유압식 스너버를 이용하여 증기발생기를 지지한다. 본 연구에서는 증기발생기 스너버의 이동거리를 해석하기 위한 링크장치의 기하학적 계통을 모델링하여 제시하고, 스너버의 이동거리 해석에 영향을 미치는 인자를 추출하여 검토하였다. 또한 스너버의 강성값 결정 과정에서 요구되는 레버기구의 하중분담율을 해석할 수 있는 방법을 개발하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 현재 건설중인 1000Mwe급 표준 가압형 경수로 발전소의 고온 성능시험과정에서 실측한 결과와 비교 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• 전기의세계
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• 제24권1호
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• pp.16-17
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• 1975

교통수단으로서의 철도는 세계에서 처음 영국에서 효시되었으며 차량을 궤조상에서 말의 힘을 이용하여 걸었었다. 그 후 증기기관의 발명으로 석탄을 주원료로 하는 증기기관차가 철도의 주동력이 되었다. 그후 석유를 이용하는 내연기관의 발명으로 주로 미국에서는 디젤기관차를 주로 사용하는 현상이다. 철도의 주동력을 석탄에서 석유로 전환하던 중 그 경제성과 속도향상면으로 보아 전기로 전환하는 것이 유리하다고 인정되어 각국에서 전화가 많이 추진되고 있어 특히 일본국에서는 동경-대판간을 동해철신간선이라 하여 최고속도 250km/h 평균속도 200km/h로 개통하여 세계제일의 평을 받고 있으며 현재 구주복강까지 연장공사중으로 1975년 3원에는 전통된다고 한다. 한국의 철도는 주로 증기기차이었으나 디젤전기기관차로 대부분 전환되었고 전기화하는데는 다소의 이론이 있었으나 경제면 속도면 수송면 등 여러 조건을 감안하여 차차 전화방향으로 진전되어 가고 있다. 우선, 석탄, 시멘트 등 주요산물의 수송면을 고려하야 중앙선, 태백선을 전화아였고 영동선을 현재 공사중에 있으며 1975년 6원 개통예정에 있다.